## PENENTUAN KANDUNGAN ISOTOP
235 U DALAM PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP

## Boybul, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Iis Haryati, Arif Nugroho
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail: boybul@yahoo.com
(Naskah diterima : 18-082015, Naskah direvisi: 14-09-2015, Naskah disetujui: 21-09-2015)

## ABSTRAK
PENENTUAN  KANDUNGAN  ISOTOP 235 U  DALAM  PEB  U 3 Si 2 -Al  TMU  2,96  gU/cm 3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP .  Pemisahan 235 U  telah  dilakukan  di  dalam  larutan  pada  bagian  atas dari  PEB U 3 Si 2 -Al  tingkat muat uranium  (TMU) 2,96  gU/cm 3 . PEB U 3 Si 2 -Al bagian atas dipotong menjadi  tiga  bagian  (Triplo)  dengan  kode  T 1 ,  T 2 dan  T 3 .  Berat  masing-  masing  PEB  U 3 Si 2 -Al dengan kode T 1 = 0,095 g, T 2 = 0,086 g dan T 3 = 0,087 g kemudian dilarutkan menggunakan HCl dan  HNO 3 di  dalam hotcell .  Penelitian  ini  berujuan  untuk  mengetahui  kandungan  isotop 235 U dalam larutan PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi dan selanjutnya digunakanuntuk perhitungan burn-up . Pemisahan  isotop 235 U  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  dilakukan  dengan  metode  kolom  penukar anion  menggunakan  resin  Dowex  1x8.  Larutan  dipipet  sebanyak  100  µL,  kemudian  dimasukkan ke  dalam  kolom  yang  berisi  resin  Dowex  dengan  berat  1,2  g.  Hasil  efluen  U  di  dalam  kolom dielusi menggunakan HCl  0,1  M, kemudian dikisatkan dan dikenakan proses elektrodiposisi  dan selanjutnya  dianalisis  menggunakan  spektrometer- α.  Hasil  analisis  menunjukkan  bahwa kandungan  isotop 235 U  diperoleh  sebesar  T 1 =  0,03665  g/g  PEB,  T 2 =  0,003468  g/g  PEB  dan T 3 = 0,03208  g/g  PEB  dengan recovery pemisahan  63,71%.  Kandungan  isotop 235 U  yang diperoleh dari hasil  pemisahan digunakan untuk perhitungan burn-up. Hasil perhitungan burn-up PEB  U 3 Si 2 – Al bagian atas (T 1 ,  T 2 dan  T 3 )  diperoleh  masing-masing  sebesar  43,31  %,  45,41  % dan  49,48 %  atau  dengan burn-up rerata  sebesar  45,75  %.  Data  ini  lebih  kecil  dibandingkan dengan  data burn-up PEB  U 3 Si 2 -Al  potongan  bagian  tengah  sebesar  50,69  %  yang  dilakukan oleh  peneliti  sebelumnya.  Namun  data  ini  belum  dapat  digunakan  sebagai  masukan  kepada reaktor,  karena  harus  dilengkapi  dengan  data burn-up PEB  U 3 Si 2 -Al  potongan  bagian  bawah . Oleh  karena  itu  pada  penelitian  selanjutnya  akan  dilakukan  perhitungan burn-up PEB  U 3 Si 2 -Al potongan bagian bawah.
Kata kunci: PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi, top , 235 U, penukar anion dan burn-up.

## ABSTRACT
DETERMINATION  OF  CONTENT  OF  ISOTOPE 235 U  IN  PEB  U 3 Si 2 -Al  TMU  2.96  gU/cm 3 FOR THE CALCULATION OF BURN-UP . 235 U separation has been carried out in the solution of PEB U 3 Si 2 - Al  with  loading  of  uranium  (TMU)  2.96  gU/cm 3 at  the  Top.  Top  of  PEB  U 3 Si 2 -Al  cut  into three sections (triplo) with code T 1 , T 2 and T 3 . Weight of each PEB code T 1 = 0.095 g, T 2 = 0.086 g and T 3 = 0.087 g and dissolved using HCl and HNO 3 in hotcell. The purpose of this study was to determine  the  content  of  the  isotope 235 U  in  the  solution  PEB  U 3 Si 2 -Al  post-irradiation  and subsequently  used  for  the  calculation  of  burn-up. 235 U  isotope  separation  in  the  solution  PEB U 3 Si 2 - Al was conducted using an anion exchange column method using Dowex1x8 resin. Pipette solution  of  100  mL,  and  then  put  into  a  column  containing  Dowex  resin  with  a  weight  of  1.2  g. U effluent  results  in  the  column  was  eluted  using  0.1  M  HCl,  then  dried  and  conducted  electro- deposition  process  and  then  analyzed  using  a  spectrometer- α.  The  analysis  showed  that  the content  of  the  isotope 235 U  obtained  at  T 1 =  0.03665  g/g  PEB,  T 2 =  0.003468  g/g  PEB  and T 3 = 0.03208 g/g PEB with separation recovery of 63.71 %. The content of isotope 235 U obtained is used for the calculation  of burn-up. burn-up calculation results of PEB U 3 Si 2 -Al of Top section (T 1 ,  T 2 and  T 3 )  were  obtained  respectively  by  43.31  %,  49.48  %  and  45.41  %  or  burn-up  an average of 45.75 %. This data is smaller than a data burn-up of PEB U 3 Si 2 -Al of middle section of 50.69 % conducted  by previous researchers. However, this data can  not  be used as an  input to the  reactor,  due  to  should  be  equipped  with  a  data  burn-up  of  PEB  U 3 Si 2 -Al  of  bottom  section. Therefore,  in  the  nextstudies  will  be  conducted  calculation  of  burn-up  PEB  U 3 Si 2 -Al  of  bottom section .
Keywords : PEB  U 3 Si 2 -Al  post-irradiation,  top, 235 U,  anion  exchanger  and  burn-up.
Penentuan Kandungan Isotop 235 U Dalam PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 Untuk Perhitungan burn-up

## PENDAHULUAN
Peningkatan  distribusi  temperatur  di dalam bahan bakar U 3 Si 2 -Al rata-rata sebesar 120 o C menjadi 170 o C, hal ini menyebabkan terjadinya hot  spot pada  posisi  tertentu  di dalam  bahan  bakar [1] .  Peningkatan  distribusi temperatur  disebabkan  oleh  radiasi  yang terkorelasi  dengan  lamanya  bahan  bakar  di dalam  reaktor  dengan burn-up tertentu sehingga  kandungan  hasil  fisi  dan  unsur bermassa  berat (heavy  element ,  HE)  dalam
bahan bakar meningkat. Fenomena ini terjadi karena  adanya  reaksi  fisi 235 U  dengan neutron di dalam teras reaktor dengan burn- up tertentu. burn-up merupakan  persentase atau  fraksi  atom  fisil 235 U  yang  terbakar  (%) yang  dihasilkan  dari  proses  reaksi  fisi 235 U dengan  neutron.  Isotop  hasil  fisi  dan  HE umumnya  sebagai  pemancar  radiasi α,  β dan  .  Untuk  mendapatkan  kandungan isotop hasil fisi secara kuantitatif dan  akurat terlebih  dahulu  harus  dilakukan  pemisahan secara radio-kimia. Pemisahan tersebut juga bertujuan  agar  hasil  fisi  dengan  HE  pada saat pengukuran tidak saling mempengaruhi atau  saling  mengganggu.  Hasil  pemisahan isotop  hasil  fisi  ( 137 Cs)  dengan  HE  (U,Pu), selanjutnya dapat dianalisis dengan menggunakan  alat  spektometer- α  ataupun spektometer-  [2] . PEB  U 3 Si 2 -Al  TMU  2,9  gU/cm 3 setelah  diiradiasi  di  reaktor  dengan burn-up tertentu,  kemudian  dikirim  ke hotcell IRM – PTBBN-BATAN  untuk  dilakukan  pengujian PIE,  diantaranya  adalah  penentuan burn-up mutlak.  Analisis burn-up mutlak  dilakukan menggunakan  metode  merusak  secara radiokimia dengan
tujuan
untuk membuktikan  kandungan  atom 235 U  yang telah  terbakar  atau  isotop 235 U  sisa  serta kandungan  atom  isotop  hasil  fisi  yang terbentuk  setelah  bahan  bakar  tersebut mencapai burn-up sebesar  50,06  %  atau besaran  yang  telah  ditetapkan  melalui perhitungan program Origen Code [3] .
Di  beberapa  negara  perhitungan burn-up secara  radiokimia  dilakukan  oleh
para  peneliti  bahan  bakar  menggunakan beberapa  isotop  hasil  fisi  sebagai  monitor burn-up .  Di  Korea  analisis burn-up menggu- nakanisotop  Nd,  U  dan  Pu  sebagai  monitor burn-up ,  di  Chili  menggunakan  isotop 95 Zr dan di India maupun Amerika menggunakan isotop  Cs,  U  dan  Pu  sebagai  monitor burn- up [4] .  Pada  tulisan  ini  PTBBN-BATAN  akan menggunakan  isotop  U  untuk  perhitungan burn-up bahan  bakar  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca iradiasi,  hal  ini  sesuai  dengan  yang  pernah dilakukan  oleh  peneliti  sebelumnya  yang didukung oleh ASTM [5] .
Metode yang dapat digunakan untuk memungut  uranium  dalam  PEB  U 3 Si 2 -Al pasca  iradiasi  antara  lain  adalah  metode ekstraksi menggunakan TBP/OK dan metode kolom penukar anion menggunakan resin  Dowex  1x8  mengikuti  ASTM  C 1001 [6,7]. Namun,  pemisahan 235 U  dengan menggunakan  metode  ekstraksi  belum menunjukkan  hasil  yang  baik  karena  masih diperoleh  besar  pemisahan 235 U  yang  kecil yaitu  sebesar  28,03  ±  5,33  % [8] .  Sementara itu,  dengan  metode  kolom  penukar  anion menggunakan  resin  Dowex  1x8  diperoleh besar  pemisahan  isotop 235 U  sebesar 65,55 ± 0,1  % [9] .  Pada  penelitian  ini  untuk memisahkan  unsur  berat  U  dengan  Pu digunakan  metode  kolom  penukar  anoin dengan  penambahan  resin  Dowex  1x8 sebanyak  1,2  gram  sesuai  dengan  metode ASTM C1411-01.
Sebelum melakukan pemisahan 235 U dengan 239 Pu  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al pascairadiasi,  terlebih  dahulu  dilakukan proses  validasi  metode  pemisahan  dengan menggunakan metode kolom penukar anion. Validasi  metode  pemisahan  isotop 235 U dilakukan  dengan  menggunakan  standar U 3 O 8 dengan  pengkayaan  20  %  yang mengandung  isotop  ( 235 U  =  19,11  %,
234 U = 0,123  %, 238 U  =  79,85  %  dan
236 U = 0,210  %)  dan  untuk  isotop 239 Pu dilakukan  dengan  menggunakan  standar isotop 242 Pu. Setelah diperoleh metode yang valid  dengan  para-meter  pemisahan  yang optimal,  selanjutnya  dilakukan  pemisahan
dan  analisis  isotop 235 U  dan 239 Pu  di  dalam
larutan PEB U 3 Si 2 -Al
pascairadiasi.
Kandungan
isotop 235 U, selanjutnya digunakan untuk perhitungan burn-up bahan bakar PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi [10] .

## METODOLOGI

## a.  Preparasi Sampel
Ruang  lingkup  penelitian  diawali dengan  melakukan  penentuan recovery pemisahan 235 U  dan 239 Pu  menggunakan kolom  penukar  anoin,  pemotongan  sampel PEB  U 3 Si 2 -Al  bagian  atas  secara  Triplo  (T 1 , T 2 dan T 3 ), pelarutan menggunakan HCl 6 M dan  HNO 3 M  sehingga  diperoleh  larutan  T 1 , T 2 dan  T 3 masing-masing  25  mL.  Untuk menghindari  paparan  radiasi  dilakukan pencuplikan  sampel  larutan  T 1 ,  T 2 dan T 3 sebanyak  1  mL  dan  diencerkan  menjadi 10 mL.  Untuk  pemisahan  hasil  fisi 137 Cs dengan 235 U  dalam  larutan  T 1 ,  T 2 dan  T 3 volume  umpan  yang  digunakan  sebesar 150 µL.  Pemisahan 137 Cs  dalam  sampel larutan
T 1 , T 2 dan
T 3 dilakukan menggunakan metode penukar kation dengan penambahan zeolit Lampung sebanyak 700 mg. Hasil pemisahan diperoleh 137 Cs  dalam  fasa  padat  dan 235 U, 239 Pu dalam fasa cair atau larutan, selanjutnya dilakukan pemisahan 235 U dalam larutan menggunakan metode kolom penukar  anion  dengan  penambahan  resin Dowex  1x8.  Pemilihan  resin  Dowex  1x8 sebagai  bahan  penukar  ion  didasarkan kepada  prosedur  ASTM  C1411-01  dan ASTM  C1415-01.  Efluen  isotop 235 U  yang keluar dari kolom dikenakan proses elektrodeposisi  untuk  selanjutnya  dilakukan pengukuran dengan spektrometer- α.
Kandungan  isotop 235 U  digunakan  untuk perhitungan burn-up PEB  U 3 Si 2 - Al  TMU 2,96 gU/cm 3 bagian atas [15,16] .
b.  Perhitungan burn-up mutlak  PEB U 3 Si 2 - Al  TMU  2,96  gU/cm 3 pasca iradiasi.
Kandungan  isotop-isotop  di  dalam 150  µL  larutan  bahan  bakar  PEB  U 3 Si 2 -Al kemudian dikonversikan terhadap berat PEB U 3 Si 2 -Al  dengan  kode  T 1 ,  T 2 dan  T 3 atau  di dalam  25  mL,  sehingga  diperoleh  berat (jumlah)  isotop  U  dalam  berat  tertentu  di dalam sampel PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi [19] . Dalam perhitungan burn-up bahan  bakar  yang  harus  diketahui  adalah kandungan  isotop 235 U  mula-mula  (U 0 ), 235 U sisa  atau  isotop 235 U  yang  terbakar  dalam reaktor  (U i )  menjadi  isotop 137 Cs  atau 239 Pu secara  kuantitatif.  Kandungan  isotop  ini, selanjutnya  digunakan  untuk  perhitungan burn-up dengan rumusan [18] :
dengan: BU : burn-up U o :  Jumlah atom 235 U awal U i :  Jumlah atom 235 U yang tersisa atau U i :  Jumlah  atom 235 U  awal –  jumlah  atom 235 U  yang  terbakar  menjadi 137 Cs  dan 239 Pu

## HASIL DAN PEMBAHASAN
a. Recovery pemisahan  standar 235 U  dan 242 Pu
Hasil penentuan recovery
pemisahan  isotop 235 U  dan 242 Pu  dengan metode  kolom  penukar  anion  diperoleh kandungan  isotop 242 Pu  dalam  50  μL sebesar 0,00069 µg dengan aktivitas 0,1003 Bq, sedangkan nilai dari sertifikat kandungan  isotop 242 Pu  didalam  50  μL standar 242 Pu  sebesar  0,00106  µg  dengan aktivitas 0,154 Bq. Perbandingan
kandungan  antara  isotop 242 Pu  dari  hasil pengukuran  dengan  isotop 242 Pu  dari sertifikat  diperoleh recovery pemisahan sebesar  65,11  %.  Sementara  itu,  hasil recovery pemisahan  isotop 235 U  dengan metode  kolom  penukar  anion  diperoleh sebesar  63,71  %.  Hasil  ini  menunjukkan bahwa  proses  pemisahan  isotop 242 Pu maupun 235 U  menggunakan  kolom  penukar
Penentuan Kandungan Isotop 235 U Dalam PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 Untuk Perhitungan burn-up
(Boybul, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Iis Haryati, Arif Nugroho)
ion  belum  diperoleh  hasil  yang  maksimal, karena  diperoleh recovery analisis  hanya sebesar  65,11  %  untuk  isotop 242 Pu  dan
63,71  %  untuk  isotop 235 U  seperti  terlihat pada Tabel 1.
Tabel 1. Hasil analisis standar isotop 242 Pu dan 235 U secara kolom penukar anion. Isotop Cps Aktivitas (Bq) N jumlah atom 242 Pu Kandungan isotop Sertifikat (µg) Kandungan isotop pengukuran (µg) Recovery (%) 242 Pu 0,0285 0,1003 1.72 E+12 0,0011 0,00069 65,11 235 U 0,0442 0,2032 6.51 E+15 3,9888 2,5413 63,71
Hasil  pengukuran  isotop 235 U  dan 239 Pu  sebelum  ditambah  resin  Dowex  1x8 diperoleh  2  (dua)  spektrum  isotop  Pu  yaitu
239 Pu (E α= 5,155 MeV), 238 Pu
(E α = 5,486 MeV), selain isotop Pu diperoleh juga  3  (tiga)  spektrum  isotop-U  yaitu 238 U (E α = 4,194 MeV), 235 U (E α= 4,397 MeV), dan isotop 234 U  (E α=  4,777  MeV)  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 2.
Dari  spektrum  yang  ditunjukkan  pada Gambar  2dapat  diketahui  kandungan  isotopU dan  Pu  dalam  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi dengan  cara  menghitung  luas  spektrumnya masing-masing. Hasil kandungan isotop U dan Pu  dalam larutan  larutan PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca iradiasi  sebelum dilakukan pemisahan dengan
penambahan  resin  Dowex  ditunjukkan  pada Tabel 2.
Gambar  2.  Spektrum  isotop  Pu  ( 239 Pu  dan 238 Pu)  dan  isotop-U  ( 234 U, 235 U, dan 238 U)  sebelum  dilakukan pemisahan dengan resin penukar anion
Tabel 2. Kandungan isotop U dan Pu dalam larutan sebelum dilakukan pemisahan dengan resin
Sampel Kandungan isotop dalam sampel uji (µg) Kandungan isotop dalam 1 g PEB (g/g) 235 U 239 Pu 238 Pu 235 U 239 Pu 238 Pu T 1 5378,06 0,5409 0,2526 0,0664 6,68E-06 3,12E-06 T 2 4908,08 0,6127 0,2122 0,0564 7,04E-06 2,44E-06 T 3 4405,48 0,4435 0,2081 0,0506 5,10E-06 2,39E-06
Hasil  pengukuran  isotop  tersebut belum  sempurna  karena  isotop  U  dan  Pu dalam  larutan  masih  ada  faktor  pengganggu atau  saling  mempengaruhi  pada  saat  proses pemisahan  dilakukan.  Penganggu  tersebut dimulai  dari  proses  elektrodeposisi  sampai dengan pengukuran isotop dengan spektrometer- α.  Pengaruh  terhadap  hasil cacahan  tidak  hanya  disebabkan  oleh  saling mempengaruhi  antara  isotop  U  dan  Pu  tetapi juga  disebabkan  oleh  unsur  lain  yang  terdapat dalam  larutan  pasca  iradiasi.  Adanya  isotop atau unsur pengotor tersebut dapat
menyebabkan  hasil  proses  elektrodeposisi isotop  U  dan  Pu  pada  planset  menjadi  tebal dan bukan merupakan lapisan tipis seperti yang dikehendaki.  Hal  tersebut  akan  berpengaruh terhadap  pencacahan  dengan  spektrometer- α yang mengakibatkan hasil cacahan isotop akan menjadi lebih besar dari yang seharusnya. Oleh sebab  itu,  perlu  dilakukan  pemisahan  isotop- isotop  tersebut  sebelum  dilakukan  proses elektrodeposisi dan sebelum dilakukan pengukuran dengan spektrometer- α.
Hasil  analisis  isotop  Pu  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi  hasil
pemisahan  dengan  menggunakan  resin kolom  penukar  anion  ditunjukkan  pada
Tabel 3.
Tabel 3. Hasil analisis elusi Pumenggunakan eluen HCl 0,36M dan HF 0,01M Sampel Kandungan isotop dalam sampel (µg) Kand isotop dalam 1 g PEB (g) 235 U 239 Pu 238 Pu 235 U 239 Pu 238 Pu T 1 7,07 0,86 0,0023 0,0001 1,05E-05 2,88E-08 T 2 0,00 0,75 0,0012 0,0000 8,67E-06 1,39E-08 T 3 0,00 0,64 0,0014 0,0000 7,37E-06 1,61E-08
Tabel  3  yang  memuat  hasil  analisis elusi  Pu  menunjukkan  bahwa  kandungan isotop  Pu  setelah  dilakukan  proses  pemi- sahan  dengan  resin  penukar  anion  mempe- roleh hasil yang lebih besar jika dibandingkan  dengan  pengukuran  langsung (tanpa  dilakukan  pemisahan)  seperti  terlihat pada  Tabel  1.  Hal  ini  menunjukkan  bahwa pengaruh  isotop  uranium  dan  unsurlain sudah  tidak  ada.  Fenomena  ini  dibuktikan dengan  hasil  analisis  kandungan  isotop uranium  dalam  efluen  Pu  sangat  kecil, bahkan  pada  sampel  T 2 dan  T 3 kandungan isotop 235 U  tidak  terdeteksi  seperti  terlihat pada Gambar 3.
Dari  data  Tabel  3  dan  Gambar  3 menunjukkan  bahwa  pemisahan  isotop  Pu dari  isotop  uranium  dan  unsur  pengotor lainnya dengan metode resin penukar anion menggunakan  resin  Dowex  1x8  sudah menunjukkan hasil yang baik.
Gambar  3. . Spektrum  efluen  isotop  Pu dengan  eluen  HCl  0,36M  dan
HF 0,01M
Hasil analisis isotop U yang terdapat di dalam larutan PEB U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi sebagai  hasil  pemisahan  dengan  resin kolom  penukar  anion  ditunjukkan  pada Tabel 4 dan Gambar 4.
Tabel 4. Kandungan isotop U hasil pemisahan dengan resin dengan eluen HCl 0,1M
Sampel Kandungan isotop dlm sampel (µg) Kand isotop dlm 1 g PEB (g/g) 235 U 239 Pu 238 Pu 235 U 239 Pu 238 Pu T1 1891,22 0,00 0,0000 0.0233 0,00 0,00 T2 1922,13 0,06 0.0003 0.0221 6.84E-07 3.99E-09 T3 1778,95 0,04 0.0002 0.0204 4.68E-07 1.91E-09
Gambar 4.   Spektrum  hasil  elusi  isotop  U dengan eluen HCl 0,1M
Hasil  perhitungan burn-up secara radiokimia  (cara  merusak)  PEB  U 3 Si 2 -Al TMU  2,96  gU/cm 3 pasca  iradiasi  yang ditunjukkan pada Tabel 5.
Penentuan Kandungan Isotop 235 U Dalam PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 Untuk Perhitungan burn-up
(Boybul, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Iis Haryati, Arif Nugroho)
Tabel 5. Perhitungan burn-up untuk PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 bagian atas Kode Sampel Berat Sampel (g) Berat . 235 U- Awal, Uo (g/g PEB) Berat 235 U- Hasil uji, Ui (g/g PEB) Burn-up , Uo-Ui/Uo (%) T 1 0,095 0,063529 0,03665 43,31 T 2 0,081 0,063529 0,03468 45,41 T 3 0,087 0,063529 0,03209 49,48
Dari  Tabel  4  terlihat  bahwa  nilai burn-up rerata  untuk  PEB  U 3 Si 2 -Al  TMU
2,96 gU/cm 3 bagian  atas  diperoleh  sebesar 45,75 %.  Hasil  perhitungan burn-up ini mengabaikan  faktor-faktor  yang  berpenga- ruh  antara  lain  faktor  pada  saat  fabrikasi, pada saat di radiasi di reaktor maupun faktor waktu  tinggal  di hotcell IRM  selama ± 18 tahun. Namun untuk mendapatkan nilai burn-up PEB  U 3 Si 2 -Al  TMU  2,96  gU/cm 3
TMU
2,96 gU/cm 3 , harus dilakukan perhitungan nilai burn-up PEB U 3 Si 2 -Al TMU
2,96  gU/cm 3 bagian  tengah  dan  bawah, kemudian  masing-masing  nilai burn-up PEB U 3 Si 2 -Al  TMU  2,96  gU/cm 3 bagian  atas, tengah  dan  bawah  direratakan,  sehingga diperoleh  nilai burn-up yang  sebenarnya. Besaran burn-up PEB U 3 Si 2 -Al TMU
2,96  gU/cm 3 bagian  atas  sebesar  45,75  % lebih kecil bila dibandingankan dengan burn- up bagian  tengah  yang  diperoleh  sebesar
51,69 % pada penelitian sebelumnya [19] .

## SIMPULAN
Hasil pemisahan 235 U
yang terdapatdi  dalam  larutanPEBU 3 Si 2 -Al  tingkat muat  uranium  (TMU)  2,96  gU/cm 3 pada bagian atasdiperoleh kandungan
235 U sebesar T 1 = 0,03665 g/g PEB, T 2 = 0,003468 g/g PEB dan T 3 = 0,03208 g/g PEB  dengan  r ecovery pemisahan  sebesar 63,71  %.  Dari  data  kandungan 235 U, kemudian  dilakukan  perhitungan burn-up sehingga  diperoleh burn-up EBU 3 Si 2 -Al bagian  atas  (T 1 ,  T 2 dan  T 3 )  masing  masing sebesar 43,31 %, 45,41 % dan 49,48 % atau dengan burn-up rerata  sebesar  45,75  %. Data  ini  lebih  kecil  dibandingkan  dengan data burn-up PEB U 3 Si 2 -Al potongan bagian tengah  sebesar  50,69  %  yang  dilakukan
oleh  peneliti  sebelumnya.  Namun  data  ini belum  dapat  digunakan  sebagai  masukan kepada  reaktor,  karena  harus  dilengkapi dengan data burn-up PEB U 3 Si 2 -Al potongan bagian  bawah . Oleh  karena  itu  pada penelitian selanjutnya akan dilakukan perhitungan burn-up PEB U 3 Si 2 -Al potongan bagian bawah.

## SARAN
Proses  pemisahan 235 U  dan 239 Pu dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi dengan metode kolom penukar anion masih perlu  dilakukan  penelitian  lebih  lanjut terutama  aspek  pengukuran  radioaktifitas dan  parameter  yang  digunakan  dalam proses,  agar  diperoleh recovery lebih  besar serta  hasil  pemisahan  dan  pengukuran isotop 235 U dan 239 Pu yang akurat.

## UCAP AN TERIMA KASIH
Ucapan  terima  kasih  disampaikan kepada Ibu Ir. Aslina Br. Ginting, dan rekan- rekan  Kelompok  Fisiko  Kimia  Bidang  Uji Radiometalurgi yang telah membantu penelitian  ini  sehingga  makalah  ini  dapat terwujud.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  I.  P.  HASTUTI,  T.  M.  SEMBIRING, SUPARJO,  SUWARDI,  (2010).  LAK Insersi Elemen Bakar Uji Silisida 3 pelat Tingkat  Muat  4,8  dan  5,8  gU/cm 3 di Teras RSG-GAS, PRSG-BATAN.
[2]  W.  SUSETYO,  (1988),  Spektrometer Gamma  dan  Alpha,  Gadjah  Mada University Press, Yogyakarta.
[3]  ANONIM,  (2013),  Laporan  Analisis Keselamatan,  Pusat  Reaktor  Serba Guna - BATAN.
[4]  R.I.Dobrin,  T.Craciunescu,  M  Pave- lescu,  (2010), Candu  and  Triga  Fuel Burn-up  Determination  Using  Axial  and Tomographic Gamma
Scanning ,
Institute  for  Nuclear  Research  Pitesti,
P.O.Box  78,  Campului  Str  1,  Mioveni, Rumania, November 4.
[5]  American Stadard Test Methods, ASTM-E 692-00, (2000), Standard Test Methods for Determining the Content of Cesium-137 in Irradiation Nuclear Fuels
by High Resolution Gamma-ray Spectral Analysis , Standard Test Method for
Nuclear Material, USA,Vol.12.1 (2000).
[6]  A.Br.  Ginting,  dkk  (2012),  Pemisahan dan  Analisis  Radionuklida 137 Cs  di
Dalam  PEB  U 3 Si 2 -Al  Tingkat  Muat Uranium  2,96  g/cm3  Pasca  Iradiasi, Jurnal  Teknologi  Bahan  Nuklir,Volume 8 No.1 .
[7]  American Standar Test Methods,
(1992), Standar  Practice  for  The  Ion Exchange  Separation  of  Uranium  and Plutonium  Prior  to  Isotopic  Analysis :
ASTM No C-1411-01.Vol. 12.01 .
[8]  American Standar Test Methods,
(1992), Standar Test  Methods for 238 Pu
Isotopic Abundance By Alpha Spectrometry ,  ASTM  No  C-  1415-01. Vol. 12.1 .
[9]  Boybul,  (2015),  Penentuan  Kandungan Isotop 137 Cs, 239 Pu  Dan 235 U  Dalam PEB  U 3 Si 2 -Al  Pasca  Iradiasi  Untuk Perhitungan burn-up, Prensentasi
Peneliti Madya, Pusat Teknologi Bahan
Bakar  Nuklir,  Serpong  21  September 2015.
[10]  A.Br.  Ginting,  (2011),  Analisis  Isotop Transuranium  dalam  Bahan  Bakar
U 3 Si 2 -Al  Pasca  Iradiasi  Menggunakan Spektrometer  Alpha , URANIA,  Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir, Vol. 17 No.2,  Juni  2011,  Pusat  Teknologi Bahan Bakar Nuklir -BATAN.
[11]  A.  H.  Orabi,  (2013), Determination  of
Uranium After Separation Using Solvent
Extrction  from  Slightly  Nitric  Acid
Solution and Spectrophotometric Detection , Journal of Radiation Research and Applied Sciences, Volume 6, Issue 2, October 2013, page 1-10.
[12]  K.  Sawada,  Y.  Enokida,  M.  Kamiya,  T. Koyama, And K. Aoki, (2009), Distribution  Coefficientsof  U(VI),  Nitric Acid  and  FP  Elements  in  Extraction from  Concentrated  Aqueous  Solutions of Nitrates by 30 % Tri-n- butylphosphate  Solution,  Journal  of Nuclear  Science  and  Technology,  Vol. 46, No.1, Japan.
[13]  K.  V.  Chetty,  P.  M.  Mapara,  A.  G. Godbbole,  R.Swaup,  (1997), Effect  of Mixed  Solvent  Media  on  The  Sorption and Separation of Uranium and
Plutonium  on  Macroporous  Resins , Fuel Chemestry Division Bhabha
Atomic  Research  Center,  Trombay,
Bombay 400-085, India.
[14] M. H. Lee, C. J. Kim, B. H. Boo, (2000), Electrodeposition of Alpha-emitting
Nuclides  from  Ammonium  Oxalate- Ammonium  Sulfate  Electrolyte ,  Bull. Korean Chem. Soc. Vol 21 No. 2, page 175.
[15] A. Br. Ginting, D. Anggraini, A.Nugroho, ( 2011),  Pengaruh  Pe-nambahan  Zeolit
Terhadap  Pemisahan  Isotop 137 Cs dalam  Pelat  Elemen  Bakar  U 3 Si 2 -Al Pasca  Iradiasi,  Jurnal  Teknologi  Bahan Buklir-  PTBN-BATAN,  Vol.  7,  No.  2,
Juni.
[16]  A.  Nugroho,  Boybul,  A.  Br.  Ginting, (2014),  Pemungutan  Isotop  Hasil  Fisi 137 Cs  Dan  Unsur  Bermassa  Berat  Dari
Bahan  Bakar  U 3 Si 2 -Al  Pasca  Iradiasi,
Jurnal  Teknologi  Bahan  Nuklir,  Vol.  10, No.1,  Juni  2014,  Pusat  Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN.
[17]  S.  Amini,  D.  Anggraini,  Y.  Nampira, Rosika,  Noviarti,  Dan  A.  Nugroho, (2003)  Keselektifan  Zeolit  Lampung
Penentuan Kandungan Isotop 235 U Dalam PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 Untuk Perhitungan burn-up
(Boybul, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Iis Haryati, Arif Nugroho)
Terhadap Kation-kation Matrik Hasil Fisi Uranium, Jurnal Zeolit Indonesia, ISSN1411-6723, Vol 2, No. 1 9-14.
[18]  C.  Pereda,  C.  Henriquez,  J.  Medel,  J. Klein,  G.  Navaro,  (2002), Zr-95  Fuel burn-up  Measurement  using  Gamma Spectrometry  Technique ,  Commision Chilena  de  Energia,  Santiago  de  Chile, Chile,  Universidad  Diego  Portales, Escuela  de  Ingenieria,  Santiago  de Chile, Chile.
[19]  A.  Br.  Ginting,  dkk,  (2015),  Penentuan burn-up mutlak PEB U 3 Si 2 -Al TMU 2,96 gU/cm 3 pasca iradiasi , Jurnal Teknologi Bahan  Bakar  Nuklir,  Vol.11.  No.2  Edisi Juni  2015,  hal  83-92, ISSN  1907-2625, No.
Akreditasi: 616/AU3/P2MI-
LIPI/03/203,  Masa  berlaku  hingga  April
2018 .